En física del plasma , la estabilidad del plasma se refiere a las propiedades de estabilidad de un plasma en equilibrio y su comportamiento ante pequeñas perturbaciones. La estabilidad del sistema determina si las perturbaciones crecerán, oscilarán o se atenuarán . Es una consideración importante en temas como la fusión nuclear y el plasma astrofísico .
En muchos casos, un plasma puede tratarse como un fluido y analizarse con la teoría de la magnetohidrodinámica (MHD). La estabilidad de la MHD es necesaria para el funcionamiento estable de los dispositivos de fusión por confinamiento magnético y establece ciertos límites operativos. El límite beta, por ejemplo, establece la beta máxima alcanzable del plasma en los tokamaks .
Por otra parte, se cree que las inestabilidades del plasma a pequeña escala (normalmente descritas por la teoría cinética ), como la inestabilidad de las ondas de deriva , son el mecanismo impulsor del transporte turbulento en los tokamaks, lo que conduce a una alta tasa de transporte de partículas y energía a través de los campos magnéticos confinantes. Las inestabilidades del plasma descritas por la teoría cinética pueden contener aspectos como los efectos del radio de Larmor finito (FLR) y las interacciones onda-partícula resonantes, que no se capturan en modelos de fluidos como MHD.
Las inestabilidades del plasma se pueden dividir en dos grupos generales:
Las inestabilidades del plasma también se clasifican en diferentes modos (por ejemplo, con referencia a un haz de partículas): [1] [2]
Beta es una relación entre la presión del plasma y la intensidad del campo magnético . [33]
La estabilidad de MHD a beta alta es crucial para un reactor de fusión magnética compacto y rentable. La densidad de potencia de fusión varía aproximadamente como en un campo magnético constante, o como en una fracción de arranque constante en configuraciones con corriente de plasma impulsada externamente. (Aquí está la beta normalizada). En muchos casos, la estabilidad de MHD representa la limitación principal de la beta y, por lo tanto, de la densidad de potencia de fusión. La estabilidad de MHD también está estrechamente vinculada a cuestiones de creación y mantenimiento de ciertas configuraciones magnéticas, confinamiento de energía y operación en estado estable. Las cuestiones críticas incluyen la comprensión y la extensión de los límites de estabilidad mediante el uso de una variedad de configuraciones de plasma y el desarrollo de medios activos para una operación confiable cerca de esos límites. Se necesitan capacidades predictivas precisas, lo que requerirá la adición de nueva física a los modelos MHD existentes. Aunque existe una amplia gama de configuraciones magnéticas, la física MHD subyacente es común a todas. La comprensión de la estabilidad MHD obtenida en una configuración puede beneficiar a otras, al verificar teorías analíticas, proporcionar puntos de referencia para códigos de estabilidad MHD predictivos y avanzar en el desarrollo de técnicas de control activo.
El problema de estabilidad más fundamental y crítico para la fusión magnética es simplemente que las inestabilidades MHD a menudo limitan el rendimiento a beta alta. En la mayoría de los casos, las inestabilidades importantes son los modos globales de longitud de onda larga, debido a su capacidad de causar una degradación grave del confinamiento de energía o la terminación del plasma. Algunos ejemplos importantes que son comunes a muchas configuraciones magnéticas son los modos de torsión ideales, los modos de pared resistiva y los modos de desgarro neoclásico. Una posible consecuencia de violar los límites de estabilidad es una interrupción, una pérdida repentina de energía térmica a menudo seguida de la terminación de la descarga. La cuestión clave, por lo tanto, incluye comprender la naturaleza del límite beta en las diversas configuraciones, incluidas las tensiones térmicas y magnéticas asociadas, y encontrar formas de evitar los límites o mitigar las consecuencias. Se está investigando una amplia gama de enfoques para prevenir tales inestabilidades, incluida la optimización de la configuración del plasma y su dispositivo de confinamiento, el control de la estructura interna del plasma y el control activo de las inestabilidades MHD.
Las inestabilidades ideales de MHD impulsadas por gradientes de corriente o presión representan el límite operativo máximo para la mayoría de las configuraciones. Los límites del modo de torsión de longitud de onda larga y del modo de expansión de longitud de onda corta son generalmente bien comprendidos y, en principio, pueden evitarse.
Los modos de longitud de onda intermedia (n ~ 5–10 modos encontrados en plasmas de borde de tokamak , por ejemplo) son menos comprendidos debido a la naturaleza computacionalmente intensiva de los cálculos de estabilidad. La extensa base de datos de límite beta para tokamaks es consistente con los límites de estabilidad MHD ideales, lo que produce una concordancia de aproximadamente el 10% en beta para casos en los que los perfiles internos del plasma se miden con precisión. Esta buena concordancia brinda confianza en los cálculos de estabilidad ideal para otras configuraciones y en el diseño de prototipos de reactores de fusión.
Los modos de pared resistiva (RWM) se desarrollan en plasmas que requieren la presencia de una pared perfectamente conductora para la estabilidad. La estabilidad de RWM es un problema clave para muchas configuraciones magnéticas. Son posibles valores beta moderados sin una pared cercana en el tokamak , stellarator y otras configuraciones, pero una pared conductora cercana puede mejorar significativamente la estabilidad del modo de torcedura ideal en la mayoría de las configuraciones, incluyendo el tokamak, ST , pinch de campo invertido (RFP), spheromak y posiblemente el FRC. En el tokamak avanzado y ST, la estabilización de la pared es crítica para la operación con una gran fracción de arranque. El spheromak requiere estabilización de la pared para evitar los modos de inclinación y desplazamiento de m, n bajos y posiblemente los modos de flexión. Sin embargo, en presencia de una pared no ideal, el RWM de crecimiento lento es inestable. El modo de pared resistiva ha sido un problema de larga data para el RFP y se ha observado más recientemente en experimentos de tokamak. Los avances en la comprensión de la física del RWM y el desarrollo de los medios para estabilizarlo podrían ser directamente aplicables a todas las configuraciones magnéticas. Una cuestión estrechamente relacionada es la comprensión de la rotación del plasma, sus fuentes y sumideros, y su papel en la estabilización del RWM.
Las inestabilidades resistivas son un problema para todas las configuraciones magnéticas, ya que el inicio puede ocurrir en valores beta muy por debajo del límite ideal. La estabilidad de los modos de desgarro neoclásicos (NTM) es un problema clave para las configuraciones magnéticas con una fuerte corriente de arranque . El NTM es un modo metaestable; en ciertas configuraciones de plasma, una deformación suficientemente grande de la corriente de arranque producida por una "isla semilla" puede contribuir al crecimiento de la isla. El NTM ya es un factor limitante de rendimiento importante en muchos experimentos de tokamak, lo que lleva a un confinamiento degradado o disrupción. Aunque el mecanismo básico está bien establecido, la capacidad de predecir el inicio en dispositivos presentes y futuros requiere una mejor comprensión de los mecanismos de amortiguación que determinan el tamaño de la isla umbral y del acoplamiento de modos por el cual otras inestabilidades (como los dientes de sierra en tokamaks) pueden generar islas semilla. El modo de globo resistivo , similar al globo ideal, pero con resistividad finita tomada en consideración, proporciona otro ejemplo de inestabilidad resistiva.
La configuración del plasma y su dispositivo de confinamiento representan una oportunidad para mejorar la estabilidad de MHD de una manera robusta. Los beneficios de la conformación de la descarga y la baja relación de aspecto para la estabilidad ideal de MHD se han demostrado claramente en tokamaks y ST, y continuarán siendo investigados en experimentos como DIII-D , Alcator C-Mod , NSTX y MAST . Nuevos experimentos de estelarizadores como NCSX (propuesto) probarán la predicción de que la adición de bobinas helicoidales diseñadas apropiadamente puede estabilizar los modos de torcedura ideales en beta alta, y las pruebas de beta más baja de estabilidad de globo son posibles en HSX. Los nuevos experimentos de ST brindan una oportunidad para probar predicciones de que una baja relación de aspecto produce una estabilidad mejorada para los modos de desgarro, incluido el neoclásico, a través de un gran término de " efecto Glasser " estabilizador asociado con una gran corriente Pfirsch-Schlüter. Los modos de desgarro neoclásicos se pueden evitar minimizando la corriente de arranque en configuraciones de estelarizadores cuasi helicoidales y cuasi-omnígenas. Los modos de desgarro neoclásico también se estabilizan con los signos relativos apropiados de la corriente de arranque y el cizallamiento magnético; esta predicción está respaldada por la ausencia de NTM en las regiones centrales de cizallamiento negativo de los tokamaks. Se pueden crear configuraciones de estelarizador como el NCSX propuesto, un diseño de estelarizador cuasi-axisimétrico, con cizallamiento magnético negativo y corriente de arranque positiva para lograr estabilidad en el NTM. La estabilización del modo de torcedura por una pared resistiva se ha demostrado en RFP y tokamaks, y se investigará en otras configuraciones, incluidas las ST (NSTX) y las esferomaks (SSPX). Una nueva propuesta para estabilizar los modos de pared resistiva por una pared de litio líquido que fluye necesita una evaluación más profunda.
El control de la estructura interna del plasma permite evitar de forma más activa las inestabilidades de MHD. Mantener el perfil de densidad de corriente adecuado, por ejemplo, puede ayudar a mantener la estabilidad de los modos de desgarro. La optimización de bucle abierto de los perfiles de presión y densidad de corriente con fuentes de calor externas y de accionamiento de corriente se utiliza de forma rutinaria en muchos dispositivos. Las mediciones de diagnóstico mejoradas junto con fuentes de calor y de accionamiento de corriente localizadas, que ahora están disponibles, permitirán un control de retroalimentación activo de los perfiles internos en un futuro próximo. Este tipo de trabajo está empezando o está previsto en la mayoría de los grandes tokamaks ( JET , JT–60U , DIII–D , C–Mod y ASDEX–U ) que utilizan calor por RF y accionamiento de corriente. El análisis en tiempo real de los datos de perfil, como las mediciones del perfil de corriente MSE y la identificación en tiempo real de los límites de estabilidad, son componentes esenciales del control de perfil. La fuerte rotación del plasma puede estabilizar los modos de pared resistivos, como se ha demostrado en los experimentos con tokamaks, y también se predice que el cizallamiento rotacional estabilizará los modos resistivos. Las configuraciones como el ST, el spheromak y el FRC, que tienen una gran rotación diamagnética natural, así como los tokamaks con rotación impulsada por inyección de haz neutro, brindan oportunidades para probar estas predicciones. El experimento del Tokamak Eléctrico está pensado para tener una rotación impulsada muy grande, acercándose a los regímenes Alfvénicos donde también puede verse influenciada la estabilidad ideal. Mantener una rotación de plasma suficiente y el posible papel del RWM en la amortiguación de la rotación son cuestiones importantes que pueden investigarse en estos experimentos.
El control de retroalimentación activa de las inestabilidades de MHD debería permitir la operación más allá de los límites de estabilidad "pasivos". Se predice que el impulso de corriente de RF localizada en la superficie racional reducirá o eliminará las islas de modo de desgarro neoclásico. Se han iniciado experimentos en ASDEX-U y COMPASS-D con resultados prometedores, y están planificados para el próximo año [ aclaración necesaria ] en DIII-D. El uso rutinario de dicha técnica en condiciones de plasma generalizadas requerirá la identificación en tiempo real del modo inestable y su ubicación radial. Si no se puede mantener la rotación del plasma necesaria para estabilizar el modo de pared resistiva, se requerirá la estabilización por retroalimentación con bobinas externas. Se han iniciado experimentos de retroalimentación en DIII-D y HBT-EP, y se debe explorar el control de retroalimentación para el RFP y otras configuraciones. La comprensión de la física de estas técnicas de control activo será directamente aplicable entre configuraciones.
Las técnicas que se han analizado anteriormente para mejorar la estabilidad de los MHD son los principales medios para evitar las perturbaciones. Sin embargo, en caso de que estas técnicas no eviten una inestabilidad, los efectos de una perturbación pueden mitigarse mediante diversas técnicas. Los experimentos realizados en el JT-60U han demostrado la reducción de las tensiones electromagnéticas mediante el funcionamiento en un punto neutro para lograr la estabilidad vertical. La eliminación preventiva de la energía del plasma mediante la inyección de una gran bocanada de gas o una pastilla de impurezas se ha demostrado en experimentos con tokamaks, y los experimentos en curso en C-Mod, JT-60U, ASDEX-U y DIII-D mejorarán la comprensión y la capacidad predictiva. Los chorros de helio líquido criogénico son otra técnica propuesta, que puede ser necesaria para dispositivos más grandes. Las técnicas de mitigación desarrolladas para los tokamaks serán directamente aplicables a otras configuraciones.
